Реа́ктор с жидкометалли́ческим теплоноси́телем (ЖМТ) — ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавленный металл.

Первые проекты реакторов с жидкометаллическим теплоносителем появились в 1950-х годах, работы велись в СССР и в США.

В США была создана экспериментальная подлодка Seawolf, имевшая, первоначально (в 1957—1958 гг.), реактор с жидкометаллическим теплоносителем (натрий) в первом контуре.

В СССР разработка проводилась, с сентября 1952 года, в Физико-энергетическом институте, научным руководителем проекта стал академик Академии наук Украинской ССР А. И. Лейпунский. Одним из первых вариантов практического применения реактора стало использование установки на опытной подводной лодке К-27 (теплоноситель — сплав свинец-висмут, вступила в строй в апреле 1962 года).

Первыми серийными ЖМТ-реакторами в мире стали реакторы БМ-40А и ОК-550 для ПЛА проекта 705(К) «Лира». В дальнейшем на базе этих реакторов была создана серия реакторов СВБР.

Для ПЛА и подводных дронов ЖМТ-реактор привлекателен по причине компактности и низкого веса, быстрого набора мощности, необходимой для маневрирования в боевых условиях, а также повышенной потенциальной безопасности реактора, в том числе и способности реактора самопроизвольно уменьшать мощность в аварийных ситуациях^[1].

При турбулентном течении жидкостей в трубах передача тепла осуществляется как за счет турбулентного перемешивания потока, так и путём молекулярной теплопроводности теплоносителя. Жидкометаллические теплоносители обладают лучшей, по сравнению с другими теплоносителями, молекулярной теплопроводностью. Это определяет бо́льшую долю тепла, переносимого за счёт теплопроводности, и обеспечивает лучшие теплопередающие свойства жидких металлов, что в основном и определяет их широкое использование в качестве теплоносителей.

Жидкие металлы являются единственными теплоносителями, удовлетворяющими всем требованиям в отношении теплоотвода и ядерных свойств, предъявляемым к энергетическим реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах, а также к реакторам-размножителям.

Некоторые ядерные и теплофизические свойства жидких металлов, нашедших применение в технике реакторостроения, приведены в таблице.

Использование жидкометаллических теплоносителей в ядерных установках имеет ряд преимуществ:

1. Жидкие металлы имеют малую упругость паро́в. Давление в системе определяется только потерей напора в контуре, которое обычно меньше 7 атм. Низкое давление существенно упрощает конструкцию и эксплуатацию как реактора, так и вспомогательного оборудования станции.
2. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает большую гибкость в работе. Например, если температура теплоносителя на выходе из реактора значительно повысится, то расплавления тепловыделяющих элементов, обусловленного ухудшением теплоотдачи из-за образования парово́й плёнки, как это происходит при охлаждении водой, не произойдёт. Допустимые тепловые потоки практически не ограничены критическими тепловыми нагрузками. Реактор с натриевым контуром имеет тепловые потоки до 2,3⋅10⁶ ккал/м²·ч и удельную объёмную напряжённость 1000 кВт/л.
3. Высокая электропроводность жидких щелочных металлов позволяет полностью использовать герметизированные электромагнитные насосы (постоянного и переменного тока). По расходу энергии на прокачивание жидкие металлы лишь немногим уступают воде. Из жидких металлов лучшие характеристики по расходу энергии на прокачивание имеют щелочные металлы. Если, например, расход энергии на прокачивание жидкого натрия принять за единицу, то для ртути это будет 2,8, а для висмута — 4,8.
4. В отличие от других жидких металлов, Na и Na—K оказывают малое коррозионное и эрозионное воздействие на конструкционные материалы. Для натрия и эвтектики Na—K можно применять многие из обычных материалов.
5. Наиболее дешёвым из жидких металлов является натрий, затем — свинец и калий. Поскольку объём теплопередающей системы обычно относительно невелик, а перезарядка производится редко, затраты на теплоноситель незначительны.
6. Жидкие металлы являются одноатомными веществами, поэтому проблема радиационных нарушений в теплоносителях не возникает. Хотя некоторая часть атомов жидкого металла и превращается в другой металл (например, ²⁴Na переходит в ²⁴Mg), но количество таких трансмутаций при существующих нейтронных потоках в реакторах ничтожно мало.

1. Щелочные металлы обладают большой химической активностью. Наибольшую опасность представляет реакция с водой. Поэтому в системах с пароводяными циклами должны быть предусмотрены устройства, обеспечивающие взрывобезопасность. Чтобы избежать окисления металла, соприкосновение его с воздухом должно быть исключено, так как окись Na не растворима в жидком Na и Na—K, а включение окислов может привести к закупорке отдельных каналов. Наличие в жидком Na и Na—K окислов натрия ухудшает также коррозионные свойства теплоносителей. Натрий и Na—K должны храниться в среде инертного газа (He, Ar).
2. Активация теплоносителя приводит к необходимости устраивать для наружной части контура теплопередающей системы биологическую защиту. Решение этой проблемы усложняется для γ-излучения высокой энергии и для тормозного излучения.
   Изотопы Na и К имеют малые периоды распада, но при загрязнении металла активными примесями с большим периодом распада задача защиты от активности усложняется, и требуется создание такой конструкции, которая позволяла бы выводить весь жидкий металл из системы при её ремонте. Отмеченные обстоятельства вынуждают предъявлять повышенные требования к химической чистоте жидких металлов.
3. Дополнительные устройства, применение которых необходимо в связи с использованием жидкометаллических теплоносителей, значительно усложняют технологическую схему ядерно-энергетической установки. Такими дополнительными устройствами являются:
   1. Установка для плавления и передавливания жидкого металла в контур (для Na—K-эвтектики плавильный бак не требуется);
   2. Устройство для удаления окислов. Через это устройство, включенное параллельно основному контуру, устанавливается небольшой расход жидкого металла; таким образом, осуществляется непрерывная очистка теплоносителя от окислов;
   3. Ловушки для паро́в жидкого металла, уносимых газовым потоком из системы при её опорожнении и заполнении. Газовые потоки с пара́ми жидкого металла возможны и из других аппаратов (буферные бачки и пр.).

К недостаткам использования жидкого натрия необходимо отнести также его способность проникать в поры графита. Наличие большого количества балластного натрия в порах привело бы к большим потерям нейтронов из-за относительно большого сечения захвата нейтронов натрием. Для предотвращения контакта между натрием и графитом последний обычно защищается фольгой из металла (например, циркония), слабо поглощающего нейтроны.

• Ядерные реакторы на космических аппаратах
• Атомная подводная лодка
• Реактор на быстрых нейтронах
• К-27
• БН-600 и БН-800

• Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат, 1960.
• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Ядерные технологии
Инженерия	Ядерная физика Деление ядра Термоядерная реакция Излучение Ионизирующее излучение Атомное ядро Ядерная безопасность Ядерная химия
Материалы	Ядерное топливо Отработанное Сырьё Ядерный топливный цикл Торий Уран Обогащение урана Обеднённый уран Плутоний Дейтерий Тритий Гелий-3 Литий-6
Ядерная энергетика	Главные темы Ядерный реактор Атомная электростанция Радиоактивные отходы Управляемый термоядерный синтез Ядерная силовая установка Ядерный ракетный двигатель Радиоизотопный термоэлектрический генератор Поколения реакторов 1 2 3 3++ 4 Типы реакторов По корпусу Корпусной ядерный реактор Канальный ядерный реактор Гомогенный По регуляции Вода — Сверхкритический водоохлаждаемый Водо-водяной Кипящий на растворах солей Тяжёлая вода — Тяжеловодный Графит — Графито-газовый Магноксовый С гранулированным топливом Сверхвысокотемпературный Графито-водный (С водой под давлением/Кипящий) на расплавах солей Саморегуляция активного вещества Реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем Со свинцовым На бегущей волне Газоохлаждаемый SSTAR Интегральный Инерциальный синтез
Ядерная медицина	Медицинская визуализация Позитронно-эмиссионная томография Однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ) Гамма-камера Терапия Радиобиология опухолей Томотерапия Протонная терапия Брахитерапия Нейтрон-захватная терапия
Ядерное оружие	Принципы действия Ядерный взрыв Поражающие факторы ядерного взрыва Конструкция Термоядерное оружие История Создание ядерного оружия США СССР Германия Великобритания Франция Китай Израиль Индия Пакистан КНДР Аргентина Бразилия Ирак Иран Испания Италия Швеция ЮАР Южная Корея Япония Ядерная гонка Ядерный клуб Ядерное оружие и общество Ядерная война Ядерное испытание Список Перевозка Распространение Мирные ядерные взрывы СССР
Ядерные энергетические реакторы Список АЭС мира Ядерные реакторы России Радиационные аварии

Ядерные реакторы СССР и России
Исследовательские	Исторические Ф-1 БР(-1,-2,-5,-10) РГ-1М ВВР-С РБТ-10/1 РФТ МР ИГР ИИН-1,-3,-3М Действующие НИИАР БОР-60 СМ МИР РБТ(-6,-10/2) ВК-50 ОИЯИ ИБР-2 ПИЯФ ВВР-М ПИК НИЦ КИ ИР-8 Аргус НИФХИ ВВР-ц НИТИ ИРМ ИВВ-2 МИФИ ИРТ-2000 ТПУ ИРТ-Т СГУ ИР-100[1] ИЯФ АН Уз ВВР-СМ ИЯФ РК ВВР-К Строящиеся НИИАР МБИР
Промышленные и двухцелевые	Маяк А-1 АВ(-1,-2,-3) АИ ОК-180 ОК-190 ОК-190М «Руслан» ЛФ-2 («Людмила») СХК И-1 ЭИ-2 АДЭ(-3,-4,-5) ГХК АД АДЭ(-1,-2)
Энергетические	ВВЭР (список) ВВЭР-210 ВВЭР-70 ВВЭР-365 ВВЭР-440§ ВВЭР-1000§ ВВЭР-1200§ ВВЭР-1300§ РБМК (список) РБМК-1000 РБМК-1500 РБМКП-2400‡ МКЭР‡ БН БН-350 БН-600 БН-800 БН-1200‡ Транспортабельные Наземные АРБУС ТЭС-3 Памир-630Д ПАТЭС КЛТ-40 РИТМ-200§ Другие АМ-1 АМБ(-100,-200) АСТ-500‡ БРЕСТ§ ВБЭР-300‡ ВТГР-300‡ КС-150 СВБР‡ ЭГП-6
Транспортные	Подводные лодки Водо-водяные ВМ-А ВМ-4 В-5 ОК-650 Жидкометаллические РМ-1 БМ-40А (ОК-550) Надводные корабли ОК-150 (ОК-900) ОК-900А ССВ-33 «Урал» КН-З КЛТ-40 РИТМ-200§ РИТМ-400§ Авиационные Ту-95ЛАЛ Ту-119‡ Космические Ромашка Бук Топаз Енисей
§ — имеются строящиеся реакторы, ‡ — существует только в виде проекта ↑ На территории Крымского полуострова, аннексия которой не получила международного признания